JPS6057289A - 二重タンク型高速増殖炉 - Google Patents
二重タンク型高速増殖炉Info
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- JPS6057289A JPS6057289A JP58167126A JP16712683A JPS6057289A JP S6057289 A JPS6057289 A JP S6057289A JP 58167126 A JP58167126 A JP 58167126A JP 16712683 A JP16712683 A JP 16712683A JP S6057289 A JPS6057289 A JP S6057289A
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- JP
- Japan
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- cooling system
- secondary cooling
- tank
- steam generator
- reactor vessel
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-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F22—STEAM GENERATION
- F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
- F22B1/00—Methods of steam generation characterised by form of heating method
- F22B1/02—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers
- F22B1/06—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers the heat carrier being molten; Use of molten metal, e.g. zinc, as heat transfer medium
- F22B1/063—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers the heat carrier being molten; Use of molten metal, e.g. zinc, as heat transfer medium for metal cooled nuclear reactors
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Other Liquid Machine Or Engine Such As Wave Power Use (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は高速増殖炉（以下ＦＢＲと略称）に係シ、特に
建設費を低減するのに好適な二重タンク型ＦＢＲに関す
るものである。
建設費を低減するのに好適な二重タンク型ＦＢＲに関す
るものである。
従来のタンク型ＦＢＲは、炉心を直接冷却する１次冷却
系設備を炉心と一緒に原子炉容器内に収納し、原子炉容
器内で１次冷却材であるナトリウムが循環する構成とし
てあり、炉心からの熱は、原子炉容器内の中間熱交換器
を介して２次冷却系に伝えられ、２次冷却系配管を通っ
て格納容器外の蒸気発生器設備、さらにはタービン発電
機設備へ伝えられるようにしてあった。
系設備を炉心と一緒に原子炉容器内に収納し、原子炉容
器内で１次冷却材であるナトリウムが循環する構成とし
てあり、炉心からの熱は、原子炉容器内の中間熱交換器
を介して２次冷却系に伝えられ、２次冷却系配管を通っ
て格納容器外の蒸気発生器設備、さらにはタービン発電
機設備へ伝えられるようにしてあった。
第１図は従来のタンク型ＦＢＲの系統構成図である。１
は原子炉容器、２はルーフスラブ、３は炉心で、原子炉
容器１内の１次冷却系循環ポンプ４によシ循猿されるナ
トリウムは、炉心３を冷却後、中間熱交換器８に入シ、
２次冷却材１２に熱を伝える。そして、２次冷却系循環
ポンプ１３によシ循環される２次冷却材１２であるナト
リウムは、この熱をホットレグ配管１４を通って蒸気発
生器１５へ輸送し、蒸気発生器１５にて熱交換する。こ
こで発生した蒸気は、主蒸気管３８を通ってタービン４
０へ流入する。４１は戻υ管である。
は原子炉容器、２はルーフスラブ、３は炉心で、原子炉
容器１内の１次冷却系循環ポンプ４によシ循猿されるナ
トリウムは、炉心３を冷却後、中間熱交換器８に入シ、
２次冷却材１２に熱を伝える。そして、２次冷却系循環
ポンプ１３によシ循環される２次冷却材１２であるナト
リウムは、この熱をホットレグ配管１４を通って蒸気発
生器１５へ輸送し、蒸気発生器１５にて熱交換する。こ
こで発生した蒸気は、主蒸気管３８を通ってタービン４
０へ流入する。４１は戻υ管である。
このようなタンク型ＦＢＲの原子炉容器１内の構成は、
第２図に示す平面図、第３図に示す正面図のようになっ
ている。すなわち、原子炉容器１とルーフスラブ２とに
よシ構成される密封容器内に、炉心３の核反応によシ放
射化された冷却材、冷却材を強制循環させる１次冷却系
循環ポンプ４および放射化された冷却材と２次冷却系冷
却材と、の熱交換を行う中間熱交換器８が設けである。
第２図に示す平面図、第３図に示す正面図のようになっ
ている。すなわち、原子炉容器１とルーフスラブ２とに
よシ構成される密封容器内に、炉心３の核反応によシ放
射化された冷却材、冷却材を強制循環させる１次冷却系
循環ポンプ４および放射化された冷却材と２次冷却系冷
却材と、の熱交換を行う中間熱交換器８が設けである。
コールドプール５の低温冷却材は、ルーフスラブ２よシ
吊シ下げられた循環ポンプ４に吸い込まれ、加圧されて
高圧プレナム６内に導びかれる。
吊シ下げられた循環ポンプ４に吸い込まれ、加圧されて
高圧プレナム６内に導びかれる。
その後、炉心３を通シ、高温となってホットプール７に
至シ、ルーフスラブ２よシ吊シ下げられた中間熱交換器
８のホットプール内開口９よシ中間熱交換器８内へ導入
され、伝熱管を介して第１図の蒸気発生器１５を循環す
る２次冷却材１２と熱交換して低温となってコールドプ
ール５に戻る。
至シ、ルーフスラブ２よシ吊シ下げられた中間熱交換器
８のホットプール内開口９よシ中間熱交換器８内へ導入
され、伝熱管を介して第１図の蒸気発生器１５を循環す
る２次冷却材１２と熱交換して低温となってコールドプ
ール５に戻る。
原子炉容器１の外側には安全容器１０が設置されておシ
、原子炉容器１は、振れ止めを介して安全容器１０によ
シ水平防振されている。
、原子炉容器１は、振れ止めを介して安全容器１０によ
シ水平防振されている。
このような構成のタンクｆｆ１ＦＢＲにおいては、１次
冷却材からの熱を輸送する２次冷却系配管を配置上の必
要性から長く引き廻すことが余儀なくされ、２次冷却系
配管および付属設備建設費が増大し、ｔた、２次冷却系
設備を配置するためのスペースを必要とするという問題
がある。
冷却材からの熱を輸送する２次冷却系配管を配置上の必
要性から長く引き廻すことが余儀なくされ、２次冷却系
配管および付属設備建設費が増大し、ｔた、２次冷却系
設備を配置するためのスペースを必要とするという問題
がある。
本発明は上記に鑑みてなされたもので、その目的とする
ところは、２次冷却系配管および付属設備を大幅に縮減
することができ、また、２次冷却材による水平制振効果
により原子炉容器の機械的水平振れ止めを不要とするこ
とができる二重タンク型高速増殖炉を提供することにあ
る。
ところは、２次冷却系配管および付属設備を大幅に縮減
することができ、また、２次冷却材による水平制振効果
により原子炉容器の機械的水平振れ止めを不要とするこ
とができる二重タンク型高速増殖炉を提供することにあ
る。
本発明の特徴は、１次冷却系設備を設けた原子炉容器の
外側に２次冷却系タンクを設け、この２次冷却系タンク
内の上記原子炉容器の外側に２次冷却系循環ポンプと蒸
気発生器を配設し、それらの外周に２次冷却材であるす
） ＩＪウムを満たして上記２次冷却系タンク内の上記
原子炉容器の外側の環状部分を上記２次冷却材の循環流
路とした構成とした点にある。
外側に２次冷却系タンクを設け、この２次冷却系タンク
内の上記原子炉容器の外側に２次冷却系循環ポンプと蒸
気発生器を配設し、それらの外周に２次冷却材であるす
） ＩＪウムを満たして上記２次冷却系タンク内の上記
原子炉容器の外側の環状部分を上記２次冷却材の循環流
路とした構成とした点にある。
し発明の実施例〕
以下本発明を第４図〜第１０図に示した実施例を用いて
詳細に説明する。
詳細に説明する。
第４図は本発明のＦＢＨの一実施例を示す平面図、第５
図は正面図であり、第２図、Ｗ、３図と同一部分はおよ
び同一作用機器は同じ符号で示し、ここでは説明を省略
する。第４図、第５図においては、原子炉容器（１次冷
却系タンク）１の外側に２次冷却系タンク１１を設置し
てあシ、１次冷却系タンク１と同様ルーフスラブ２よシ
吊シ下げである。そして、原子炉容器１と２次冷却系タ
ンク１１との間のアニユラス部に２次冷却系循環ポンプ
１３と蒸気発生器１５とを配設し、その間に２次冷却材
１２でおるナトリウムを満しである。
図は正面図であり、第２図、Ｗ、３図と同一部分はおよ
び同一作用機器は同じ符号で示し、ここでは説明を省略
する。第４図、第５図においては、原子炉容器（１次冷
却系タンク）１の外側に２次冷却系タンク１１を設置し
てあシ、１次冷却系タンク１と同様ルーフスラブ２よシ
吊シ下げである。そして、原子炉容器１と２次冷却系タ
ンク１１との間のアニユラス部に２次冷却系循環ポンプ
１３と蒸気発生器１５とを配設し、その間に２次冷却材
１２でおるナトリウムを満しである。
２次冷却系循環ポンプ１３と蒸気発生器１５とは、１次
系機器と同様にルーフスラブ２よυ吊シ下げてあシ、２
次冷却材流路構成上、中間熱交換器８と同一の基数設け
てちる。
系機器と同様にルーフスラブ２よυ吊シ下げてあシ、２
次冷却材流路構成上、中間熱交換器８と同一の基数設け
てちる。
上記したように、２次冷却系循環ポンプ１３と蒸気発生
器１５とは二重タンクのアニユラス部に配設しであるが
、２次冷却系タンク１１の直径をできるだけ小・さくシ
、かつ、アニユラス部空間を有効に利用するのに適した
構造とすることが必要であシ、蒸気発生器１５は、平面
的にみてアニユラス部周方向に広が９を持つ形状とする
のが好ましい。そのため、蒸気発生器１５の伝熱管群２
０を囲むシュラウド２１は、原子炉容器１側の面および
２次冷却系タンク１１側の面ともそれぞれ原子炉容器１
．２次冷却系タンク１１との間に狭いアニユラス部を構
成する形状としである。また、２次冷却系循環ポンプ１
３の周囲にも原子炉容器１の外面と２次冷却系タンク１
１の内面のアニユラス部空間を仕切るためにポンプ廻り
シュラウド２２を設け、蒸気発生器シュラウド２１と原
子炉容器１および２次冷却系タンク１１とで構成される
と同様な狭いアニユラス部を構成するようにしである。
器１５とは二重タンクのアニユラス部に配設しであるが
、２次冷却系タンク１１の直径をできるだけ小・さくシ
、かつ、アニユラス部空間を有効に利用するのに適した
構造とすることが必要であシ、蒸気発生器１５は、平面
的にみてアニユラス部周方向に広が９を持つ形状とする
のが好ましい。そのため、蒸気発生器１５の伝熱管群２
０を囲むシュラウド２１は、原子炉容器１側の面および
２次冷却系タンク１１側の面ともそれぞれ原子炉容器１
．２次冷却系タンク１１との間に狭いアニユラス部を構
成する形状としである。また、２次冷却系循環ポンプ１
３の周囲にも原子炉容器１の外面と２次冷却系タンク１
１の内面のアニユラス部空間を仕切るためにポンプ廻り
シュラウド２２を設け、蒸気発生器シュラウド２１と原
子炉容器１および２次冷却系タンク１１とで構成される
と同様な狭いアニユラス部を構成するようにしである。
また、ポンプｍｂシュラウド２２の原子炉容器１および
２次冷却系タンク１１に面した側板は、周方向に突出部
を設け、隣接する蒸気発生器シュラウド２１に重なるよ
うにしてアシ、蒸気発生器シュラウド２１とポンプ廻シ
シュラウド２２の間の周方向ギャップを２次冷却系ナト
リウムが半径方向に流れるのを抑制している。
２次冷却系タンク１１に面した側板は、周方向に突出部
を設け、隣接する蒸気発生器シュラウド２１に重なるよ
うにしてアシ、蒸気発生器シュラウド２１とポンプ廻シ
シュラウド２２の間の周方向ギャップを２次冷却系ナト
リウムが半径方向に流れるのを抑制している。
このようなシュラウド部の構成によシ、原子炉容器１外
面、蒸気発生器１５および２次冷却系循環ポンプ１３と
２次冷却系タンク１１との間にはそれぞれ狭いアニユラ
ス空間が全周にわたって形成されるが、このアニス２ス
部の構成と空間内に充填される２次ナトリウム１２は、
水平振動に対して流体力による制振交果を有するので、
原子炉容器１、蒸気発生器１５および２次冷却系循環ポ
ンプ１３の水平振動を防止し、水平方向の機械的な振れ
止めを不要とする。ただし、これらの水平振動荷重は、
流体（２次ナトリウム）を介して２次冷却系タンク１１
に負荷されるので、２次冷却系タンク１１を強いものに
するか、または、第５図に示すように振れ止め１７をタ
ンク１１の胴体外側に設けることが必要となる。
面、蒸気発生器１５および２次冷却系循環ポンプ１３と
２次冷却系タンク１１との間にはそれぞれ狭いアニユラ
ス空間が全周にわたって形成されるが、このアニス２ス
部の構成と空間内に充填される２次ナトリウム１２は、
水平振動に対して流体力による制振交果を有するので、
原子炉容器１、蒸気発生器１５および２次冷却系循環ポ
ンプ１３の水平振動を防止し、水平方向の機械的な振れ
止めを不要とする。ただし、これらの水平振動荷重は、
流体（２次ナトリウム）を介して２次冷却系タンク１１
に負荷されるので、２次冷却系タンク１１を強いものに
するか、または、第５図に示すように振れ止め１７をタ
ンク１１の胴体外側に設けることが必要となる。
なお、ポンプ廻シシュラウド２２は、ル−７スラプ２よ
シ吊り下げた固定構造とする。また、２次冷却系タンク
１１は、原子炉容器１の外側に位置して原子炉容′器１
を囲んでいるから、従来のタンクＷＦＢＨにおける安全
容器１０の役割も果している。
シ吊り下げた固定構造とする。また、２次冷却系タンク
１１は、原子炉容器１の外側に位置して原子炉容′器１
を囲んでいるから、従来のタンクＷＦＢＨにおける安全
容器１０の役割も果している。
２次冷却材ナトリウムの流れとしては、２次冷却系Ｉｉ
項ポンプ１３によ９２次冷却系タンク１１内から汲い上
げられたナトリウムは、コールドレグ配管１６を通って
ルーフスラブ２上部まで立ち上がシ、中間熱交換器８の
２次側入口ノズルに接続される。この間の配管は温度差
がある機器相互間を結合することになるので、熱膨張差
を吸収するため、ベロー伸縮継手１８．１９を用いて接
続しである。中間熱交換器８の２次側に入ったナトリウ
ムは、中間熱交換器８内で１次側よシ熱を受けた後、２
次側出ロノズルよシホットレグ配管１４を通って蒸気発
生器１５に入る。蒸気発生器１５内では、伝熱管２０の
上部に設けたナトリウムヘッダから流出し、整流板２３
を通シ、伝熱管部を流下する過程で伝熱管２０内の水、
蒸気側に熱を伝える。この流下したナトリウムは、２次
冷却系タンク１１内へ戻り、タンク１１内を通って再び
２次冷却系循環ポンプ１３に汲い上げられて循環する。
項ポンプ１３によ９２次冷却系タンク１１内から汲い上
げられたナトリウムは、コールドレグ配管１６を通って
ルーフスラブ２上部まで立ち上がシ、中間熱交換器８の
２次側入口ノズルに接続される。この間の配管は温度差
がある機器相互間を結合することになるので、熱膨張差
を吸収するため、ベロー伸縮継手１８．１９を用いて接
続しである。中間熱交換器８の２次側に入ったナトリウ
ムは、中間熱交換器８内で１次側よシ熱を受けた後、２
次側出ロノズルよシホットレグ配管１４を通って蒸気発
生器１５に入る。蒸気発生器１５内では、伝熱管２０の
上部に設けたナトリウムヘッダから流出し、整流板２３
を通シ、伝熱管部を流下する過程で伝熱管２０内の水、
蒸気側に熱を伝える。この流下したナトリウムは、２次
冷却系タンク１１内へ戻り、タンク１１内を通って再び
２次冷却系循環ポンプ１３に汲い上げられて循環する。
このような構成としであるから、２次冷却系タンク１１
の壁面に接するナトリウムは、どの領域でも比較的低温
であシ、２次冷却系タンク１１の健全性保持に寄与する
。
の壁面に接するナトリウムは、どの領域でも比較的低温
であシ、２次冷却系タンク１１の健全性保持に寄与する
。
２次冷却系における高温部は、中間熱交換器８の２次側
用ノズルから蒸気発生器１５の入口配管へ 部までと蒸気発生器１５内の伝熱管２０内のナトリウム
流路のみに限られる。
用ノズルから蒸気発生器１５の入口配管へ 部までと蒸気発生器１５内の伝熱管２０内のナトリウム
流路のみに限られる。
第６図は第４図、第５図の２次冷却系循環ポンプ１３と
蒸気発生器１５の詳細を示す正面図で、同一部分は同じ
符号で示しである。蒸気発生器１５に入ってきた高温ナ
トリウムは、上蓋を通った後、ナ） ＩＪウム液面下に
設けたヘッダから伝熱管２０の外側のナトリウム流路に
流出して、整流板２３を通り、伝熱管２０内の水蒸気と
熱交換して下部より２次冷却系タンク１１内へ戻る。こ
の蒸気発生器１５は、シュラウド２１内に収納してあり
、上蓋から吊シ下げられた構成としてあシ、必要な場合
は、全体を２次冷却系タンク１１から引き抜くことがで
きるようにしである。
蒸気発生器１５の詳細を示す正面図で、同一部分は同じ
符号で示しである。蒸気発生器１５に入ってきた高温ナ
トリウムは、上蓋を通った後、ナ） ＩＪウム液面下に
設けたヘッダから伝熱管２０の外側のナトリウム流路に
流出して、整流板２３を通り、伝熱管２０内の水蒸気と
熱交換して下部より２次冷却系タンク１１内へ戻る。こ
の蒸気発生器１５は、シュラウド２１内に収納してあり
、上蓋から吊シ下げられた構成としてあシ、必要な場合
は、全体を２次冷却系タンク１１から引き抜くことがで
きるようにしである。
蒸気発生器１５への給水は、給水ノズルよシ上蓋を貫通
して給水へラダ２４に入ム各伝熱管２０に分流後、熱交
換し、蒸気となって蒸気ヘッダ２５に集合して、上部を
貫通して蒸気ノズルよシ流出する。蒸気発生器シュラウ
ド２１のカバーガス部には穴があけてあシ、２次冷却系
タンク１１の上部ガバーガスと連通させである。また、
カバーガス部上部には、熱遮蔽構造２６が設けてあシ、
蒸気発生部１５の上部および上蓋が高温になるのを抑制
する構造としてちる。
して給水へラダ２４に入ム各伝熱管２０に分流後、熱交
換し、蒸気となって蒸気ヘッダ２５に集合して、上部を
貫通して蒸気ノズルよシ流出する。蒸気発生器シュラウ
ド２１のカバーガス部には穴があけてあシ、２次冷却系
タンク１１の上部ガバーガスと連通させである。また、
カバーガス部上部には、熱遮蔽構造２６が設けてあシ、
蒸気発生部１５の上部および上蓋が高温になるのを抑制
する構造としてちる。
２次冷却系タンク１１内に上記したように各機器を配設
するようにしたことにより、蒸気発生器１５から循環ポ
ンプ１３への配管が不要となシ、また、他の２次冷却系
配管を極めて短かくすることができる。まだ、上記した
二重タンク型構成としたことによυ、従来必要とされて
いた充填ドレン系やオーバーフロー系統等の付属設備が
不要となシ、２次冷却系カバーガス圧制御系も大幅に簡
素化できる。
するようにしたことにより、蒸気発生器１５から循環ポ
ンプ１３への配管が不要となシ、また、他の２次冷却系
配管を極めて短かくすることができる。まだ、上記した
二重タンク型構成としたことによυ、従来必要とされて
いた充填ドレン系やオーバーフロー系統等の付属設備が
不要となシ、２次冷却系カバーガス圧制御系も大幅に簡
素化できる。
また、このように２次冷却系設備の削減および配置の集
中化によシ、さらには原子炉建設面積、コンクリ−）ｔ
の大幅な低減化をはかることができる。
中化によシ、さらには原子炉建設面積、コンクリ−）ｔ
の大幅な低減化をはかることができる。
そして、設計温度の観点からは、２次冷却系として高温
段Ｂ１を必要とするところは、極めて短かいポットレグ
配管部と蒸気発生器伝熱管部のみに限定され１設計の容
易化をもたらすことができる。
段Ｂ１を必要とするところは、極めて短かいポットレグ
配管部と蒸気発生器伝熱管部のみに限定され１設計の容
易化をもたらすことができる。
また、２次ナトリウムによる制振効果によシ、原子炉容
器１の水平振れ止め不要とすることが可能である。
器１の水平振れ止め不要とすることが可能である。
さらに特記すべきことは、このような二重タンク型では
、２次冷却系と１次冷却系とは原子炉容器１にて仕切ら
れているから、蒸気発生器１５０部分に潜在する水漏洩
によるナトリｌウムー水反応事故の可能性に対して、炉
心３および１次冷却系設備の健全性が保守的に保たれる
ことである。
、２次冷却系と１次冷却系とは原子炉容器１にて仕切ら
れているから、蒸気発生器１５０部分に潜在する水漏洩
によるナトリｌウムー水反応事故の可能性に対して、炉
心３および１次冷却系設備の健全性が保守的に保たれる
ことである。
第７図、第８図はそれぞれ本発明の他の実施例を示す第
４図、第５図に和尚する平面図、正面図で、第４図、第
５図と同一部分は同じ符号で示しである。第７＠におい
ては、ポンプ廻シシュラウド２２を設けてない。この場
合は、蒸気発生器シュラウド２１による制振効果のみが
期待される。
４図、第５図に和尚する平面図、正面図で、第４図、第
５図と同一部分は同じ符号で示しである。第７＠におい
ては、ポンプ廻シシュラウド２２を設けてない。この場
合は、蒸気発生器シュラウド２１による制振効果のみが
期待される。
また、第８図に示すように、２次冷却系タンク１１に振
れ止め１７を設けたほか、原子炉容器１、蒸気発生器１
５および２次冷却系循環ポンプ１３にそれぞれ機械的振
れ止め２７，２８．２９を設けた。この場合、２次ナト
リウム１２にょる制振効果に加えて、振れ止め２７〜２
９にょる制振効果が期待され、水平防振性能をさらに向
上することができる。
れ止め１７を設けたほか、原子炉容器１、蒸気発生器１
５および２次冷却系循環ポンプ１３にそれぞれ機械的振
れ止め２７，２８．２９を設けた。この場合、２次ナト
リウム１２にょる制振効果に加えて、振れ止め２７〜２
９にょる制振効果が期待され、水平防振性能をさらに向
上することができる。
第９図、第１０図はそれぞれ蒸気発生器１５の他の実施
例を示す構造説明図で、第６図と同一部分は同じ符号で
示しである。第９図においては、給水ノズルよシ流入し
た給水は、給水管３ｏを通って下部に設けた給水ヘッダ
２４に入り、伝熱管２０内を上昇してカバーガス中に設
けた蒸気へラダ２５に集合して蒸気出口ノズル３１よシ
流出するようにしである。また、ナトリウム側の流路を
構成するために、シュラウド２１の内側にさらに流路壁
３２を設け、また、給水ヘッダ２４、給水管３０の保護
、熱遮蔽のため、熱遮蔽板３３を設けである。
例を示す構造説明図で、第６図と同一部分は同じ符号で
示しである。第９図においては、給水ノズルよシ流入し
た給水は、給水管３ｏを通って下部に設けた給水ヘッダ
２４に入り、伝熱管２０内を上昇してカバーガス中に設
けた蒸気へラダ２５に集合して蒸気出口ノズル３１よシ
流出するようにしである。また、ナトリウム側の流路を
構成するために、シュラウド２１の内側にさらに流路壁
３２を設け、また、給水ヘッダ２４、給水管３０の保護
、熱遮蔽のため、熱遮蔽板３３を設けである。
また、第１０図においては、蒸気発生器内に厚肉部材と
なる給水ヘッダ、蒸気ヘッダを設けないで、上蓋部に管
板を設けた構成としである。給水は、給水管板３４にて
各伝熱管２ｏに分岐し、ナトリウム流路壁３２の外側を
下降し、下部にて反転して上昇しなから熱交換して蒸気
となシ、上部の蒸気管板３５に集合する。この場合、伝
熱管２０はヘアピン形状に配置し、伝熱管支持棒３６に
よシ吊シ金具３７よシ吊シ下げる。
なる給水ヘッダ、蒸気ヘッダを設けないで、上蓋部に管
板を設けた構成としである。給水は、給水管板３４にて
各伝熱管２ｏに分岐し、ナトリウム流路壁３２の外側を
下降し、下部にて反転して上昇しなから熱交換して蒸気
となシ、上部の蒸気管板３５に集合する。この場合、伝
熱管２０はヘアピン形状に配置し、伝熱管支持棒３６に
よシ吊シ金具３７よシ吊シ下げる。
以上説明したように、本発明によれば、炉心および１次
冷却系を蒸気発生器におけるナトリウム−水反応事故か
ら保守的に守シ、しかも、２次冷細系配管および付属設
備を大幅に縮減することができ、また、２次ナトリウム
による水平制振効果により原子炉容器の機械的水平振れ
止めを不要とすることができるという効果がある。
冷却系を蒸気発生器におけるナトリウム−水反応事故か
ら保守的に守シ、しかも、２次冷細系配管および付属設
備を大幅に縮減することができ、また、２次ナトリウム
による水平制振効果により原子炉容器の機械的水平振れ
止めを不要とすることができるという効果がある。
第１図は従来のタンク型ＦＢＲの系統構成図、第２図、
第３図はそれぞれ第１図の原子炉容器内の構成を示す平
面図、正面図、第４図、第５図はそれぞれ本発明の二重
タンク型ＦＢＲの一実施例を示す平面図、正面Ｆ、、Ｉ
、第６図は第４図、第５図の２次冷却系循環ポンプと
蒸気発生器の詳細を示す正面図、第７図、第８図はそれ
ぞれ本発明の他の実施例を示す第４図、第５図に相当す
る平面図、正面図、第９図、第１０図はそれぞれ蒸気発
生器の他の実施例を示す構造説明図である。 １・・・原子炉容器、３・・・炉心、４・・・１次冷却
系循環ポンプ、８・・・中間熱交換器、１１・・・２次
冷却系タンク、１２・・・２次冷却材、１３・−・２次
冷却系循環第 １ 図 翌 第２０ 第３ 図 第７ 図 冶９ 図 第７０ ［］
第３図はそれぞれ第１図の原子炉容器内の構成を示す平
面図、正面図、第４図、第５図はそれぞれ本発明の二重
タンク型ＦＢＲの一実施例を示す平面図、正面Ｆ、、Ｉ
、第６図は第４図、第５図の２次冷却系循環ポンプと
蒸気発生器の詳細を示す正面図、第７図、第８図はそれ
ぞれ本発明の他の実施例を示す第４図、第５図に相当す
る平面図、正面図、第９図、第１０図はそれぞれ蒸気発
生器の他の実施例を示す構造説明図である。 １・・・原子炉容器、３・・・炉心、４・・・１次冷却
系循環ポンプ、８・・・中間熱交換器、１１・・・２次
冷却系タンク、１２・・・２次冷却材、１３・−・２次
冷却系循環第 １ 図 翌 第２０ 第３ 図 第７ 図 冶９ 図 第７０ ［］
Claims (1)
- １、炉心および１次冷却系設備を原子炉容器内に設けた
タンク型高速増殖炉において、前記１次冷却系設備を設
けた原子炉容器の外側に２次冷却系タンクを設け、該２
次冷却系タンク内の前記原子炉容器の外側に２次冷却系
循環ポンプと蒸気発生器とを配設し、それらの外周に２
次冷却材であるナトリウムを満たして前記２次冷却系タ
ンク内の前記原子炉容器の外側の環状部分を前記２次冷
却材の循環流路とした構成としであることを特徴とする
二重タンク型高速増殖炉。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58167126A JPS6057289A (ja) | 1983-09-08 | 1983-09-08 | 二重タンク型高速増殖炉 |
| DE8484110621T DE3470247D1 (en) | 1983-09-08 | 1984-09-06 | Double tank type fast breeder reactor |
| EP84110621A EP0141158B1 (en) | 1983-09-08 | 1984-09-06 | Double tank type fast breeder reactor |
| US06/648,264 US4645633A (en) | 1983-09-08 | 1984-09-07 | Double tank type fast breeder reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58167126A JPS6057289A (ja) | 1983-09-08 | 1983-09-08 | 二重タンク型高速増殖炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6057289A true JPS6057289A (ja) | 1985-04-03 |
| JPH0326795B2 JPH0326795B2 (ja) | 1991-04-11 |
Family
ID=15843914
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58167126A Granted JPS6057289A (ja) | 1983-09-08 | 1983-09-08 | 二重タンク型高速増殖炉 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4645633A (ja) |
| EP (1) | EP0141158B1 (ja) |
| JP (1) | JPS6057289A (ja) |
| DE (1) | DE3470247D1 (ja) |
Families Citing this family (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4753773A (en) * | 1985-05-09 | 1988-06-28 | Stone & Webster Engineering Corporation | Double tube steam generator |
| FR2583912B1 (fr) * | 1985-06-19 | 1989-08-18 | Commissariat Energie Atomique | Installation de refroidissement du coeur d'un reacteur nucleaire lors de l'arret de celui-ci ou en fonctionnement normal |
| JPS63229390A (ja) * | 1987-03-18 | 1988-09-26 | 株式会社日立製作所 | 原子炉 |
| US4949363A (en) * | 1987-09-10 | 1990-08-14 | Westinghouse Electric Corp. | Bottom supported liquid metal nuclear reactor |
| FR2802119B1 (fr) * | 1999-12-08 | 2002-04-12 | Inst Francais Du Petrole | Dispositif de liaison entre un tube destine au chauffage et/ ou au refroidissement d'un reacteur sous pression et ledit reacteur |
| JP2003028975A (ja) * | 2001-07-10 | 2003-01-29 | Central Res Inst Of Electric Power Ind | 原子炉 |
| US7330369B2 (en) * | 2004-04-06 | 2008-02-12 | Bao Tran | NANO-electronic memory array |
| IT1403133B1 (it) * | 2010-12-14 | 2013-10-04 | Agenzia Naz Per Le Nuove Tecnologie L En E Lo Sviluppo Economico Sostenibile Enea | Serbatoio di accumulo di energia termica con generatore di vapore integrato |
| US11504814B2 (en) | 2011-04-25 | 2022-11-22 | Holtec International | Air cooled condenser and related methods |
| US9786395B2 (en) * | 2011-04-25 | 2017-10-10 | Holtec International, Inc. | Air-cooled heat exchanger and system and method of using the same to remove waste thermal energy from radioactive materials |
| CN105026087A (zh) | 2012-12-03 | 2015-11-04 | 霍尔泰克国际股份有限公司 | 钎焊组合物及其用途 |
| EP3655718A4 (en) | 2017-07-17 | 2021-03-17 | Alexander Poltorak | SYSTEM AND PROCESS FOR MULTI-FRACTAL HEAT SINK |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB964841A (en) * | 1962-02-14 | 1964-07-22 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactors cooled by liquid metal |
| DE2535378A1 (de) * | 1975-08-08 | 1977-02-24 | Interatom | Entkoppelter primaerkreis |
| FR2359484A1 (fr) * | 1976-07-22 | 1978-02-17 | Electricite De France | Dispositif d'echange de chaleur integre pour reacteur nucleaire a sels fondus |
| GB1568585A (en) * | 1977-06-03 | 1980-06-04 | Nuclear Power Co Ltd | Liquid metal cooled nuclear reacotrs |
| FR2462002A1 (fr) * | 1979-07-17 | 1981-02-06 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire refroidi par un metal liquide et muni d'un systeme d'evacuation de la puissance residuelle |
| FR2490862B1 (fr) * | 1980-09-19 | 1985-08-30 | Novatome | Reacteur nucleaire a echangeurs de chaleur integres |
-
1983
- 1983-09-08 JP JP58167126A patent/JPS6057289A/ja active Granted
-
1984
- 1984-09-06 DE DE8484110621T patent/DE3470247D1/de not_active Expired
- 1984-09-06 EP EP84110621A patent/EP0141158B1/en not_active Expired
- 1984-09-07 US US06/648,264 patent/US4645633A/en not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0326795B2 (ja) | 1991-04-11 |
| DE3470247D1 (en) | 1988-05-05 |
| EP0141158A1 (en) | 1985-05-15 |
| US4645633A (en) | 1987-02-24 |
| EP0141158B1 (en) | 1988-03-30 |
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